(57)【要約】【解決手段】本システムの入力データ収集モジュール（１０４）は、入力データ（１０６、１０８、１１２）を受信する。ユーザデータインタフェースサブモジュールを備えた入力データ収集モジュール（１０４）は、ユーザ入力（１０６）を受信し、システムデータ収集サブモジュールは、データソース（１０８、１１０）からデータを収集する。入力データ検証モジュール（１１７）は、受信入力データを予め定めた入力検証データと比較する。プロセスモジュール（１１４）は、原子炉分析モジュール（１１８）の各々を処理しかつモジュール出力データを生成する。プロセスモジュール（１１４）は、各原子炉分析モジュール（１１８）の自動処理を開始するようになったプロセス順序付けサブモジュール（１１６）を含む。リロードライセンシングレポート作成モジュール（１３０）は、前記原子炉分析モジュール（１１８）の少なくとも１つからのモジュール出力データに応じて補足リロードライセンシングレポート（１３２）を作成する。【選択図】      図１
2006189442.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉のリロードライセンシング分析を自動的に行うためのシステムであって、
プロセッサ（１１０８）と、
少なくとも１つのデータベース（１１２０）を記憶する少なくとも１つのメモリ（１１１０）と、
入力データ収集モジュール（１０４）、入力データ検証モジュール（１１７）、複数の原子炉分析モジュール（１１８）、プロセスモジュール（１１４）及びリロードライセンシングレポート作成モジュール（１３０）を含むソフトウェアプログラムと、を含み、
前記入力データ収集モジュール（１０４）は、入力データ（１０６、１０８及び１１２）を受信するよう構成されており、
前記入力データ収集モジュール（１０４）は、オペレータ入力（１０６）を受信するようになったユーザデータインタフェースサブモジュールと１つ又はそれ以上のデータソース（１０８及び１１０）からデータを収集するようになったシステムデータ収集サブモジュールとを備えており、
前記入力データ検証モジュール（１１７）は、前記受信入力データを予め定義した入力検証データと比較するよう構成されており、
前記プロセスモジュール（１１４）は、前記原子炉分析モジュール（１１８）の各々を処理しかつモジュール出力データを生成するものであり、
前記プロセスモジュール（１１４）は、各原子炉分析モジュール（１１８）の自動処理を開始するようになったプロセス順序付けサブモジュール（１１６）を含み、
前記リロードライセンシングレポート作成モジュール（１３０）は、前記原子炉分析モジュール（１１８）の少なくとも１つからのモジュール出力データに応じて補足リロードライセンシングレポート（１３２）を作成するものである、ことを特徴とする分析システム。
【請求項２】
前記プロセス順序付けサブモジュール（１１６）が、前記原子炉分析モジュール（１１８）の自動処理を、連続的に、同時に又はその組合せで開始するようになっていることを特徴とする請求項１記載の分析システム。
【請求項３】
前記プロセスモジュールによる前記原子炉分析モジュール（１１８）の処理に関連するデータを記憶するためのプロセス履歴モジュール（１２６）をさらに含むことを特徴とする請求項１記載の分析システム。
【請求項４】
各原子炉分析モジュール（１１８）が、モジュール入力データを受信しかつモジュール出力データを生成するようになっており、２つ又はそれ以上の原子炉分析モジュール（１１８）が、それらのモジュール出力データをモジュール入力データとして２つ又はそれ以上の他の原子炉分析モジュール（１１８）に提供することを特徴とする請求項１記載の分析システム。
【請求項５】
各原子炉分析モジュール（１１８）が、前記受信モジュール入力データを前記特定の原子炉分析モジュール（１１８）に関連する予め決定したモジュール入力データと比較するようになった受信データ検証サブモジュール（１１７）を含むことを特徴とする請求項１に記載の分析システム。
【請求項６】
各原子炉分析モジュール（１１８）が、前記モジュール分析出力データを生成する前に、予備モジュール分析出力データを前記特定の原子炉分析モジュール（１１８）に関連する予め決定した分析出力データと比較するようになったモジュール分析出力データ検証サブモジュール（１２０）を含むことを特徴とする請求項１記載の分析システム。
【請求項７】
前記入力データ収集モジュール（１１７）が、燃料リロードライセンシング技術データ（ＦＲＥＤ）（５０２）、プラント過渡仕様（５４４）、プラント運転データ（５１８）、燃料バンドルデータ（５０８）、機械データ、核データ、熱流動データ（５２２）、予備炉心設計データ（５１６）及び一般プラントデータ（５１０）からなる群から選択されたデータを受信することを特徴とする請求項１記載の分析システム。
【請求項８】
前記原子炉分析モジュール（１１８）が、核設計基準サブモジュール（ＮＤＢ）（５２０）、リロード炉心冷却材流動サブモジュール（５１４）、基準ローディングパターン（ＲＬＰ）サブモジュール（５２６）、安全性限界最小臨界出力比サブモジュール（ＳＬＭＣＰＲ）（５３４）、リロード過渡分析（ＲＴＡ）サブモジュール（５４６）、ロッド引抜きエラー（ＲＷＥ）サブモジュール（５４８）、給水加熱喪失（ＬＦＷＨ）サブモジュール（５５０）、ミスロケーテッド燃料ローディングエラー（ＭＦＬＥ）サブモジュール（５５２）、安定性分析サブモジュール（５５４）及び緊急炉心冷却システム適合性限界分析（ＥＣＣＳ  ＬＯＣＡ）サブモジュール（５５６）からなる群から選択された２つ又はそれ以上のサブモジュールを含むことを特徴とする請求項１記載の分析システム。
【請求項９】
原子炉分析オプション、原子炉オペレータ運転目標、対象及び基準並びに原子炉設計要件の少なくとも１つを含む設計及びライセンシング基準検証データモジュール（５０６）をさらに含むことを特徴とする請求項１記載の分析システム。
【請求項１０】
前記プロセスモジュール（１１４）が、前記原子炉のリロードライセンシング分析を開始するためのオペレータコマンドを受信し、その後更なるオペレータ入力又は対話なしで前記原子炉分析モジュール（１１８）の各々を自動的に始動しかつ処理し、前記原子炉分析モジュール（１１８）を処理するための前記プロセスモジュール（１１４）が、命令によって駆動されるようになっていることを特徴とする請求項１記載の分析システム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉に関し、より具体的には原子炉のリローディングのための自動分析に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力プラントは一般的に、その製造業者又は供給業者と協働してオペレータによって運転されかつ維持され、またエネルギー省（ＤＯＥ）内の原子力規制委員会（ＮＲＣ）によって出された厳しい規則及び規制の下で管理される。１つのこのような実例は、原子炉を通過する水が、原子炉炉心内に配置された核反応発生濃縮ウラン燃料ロッドから放出されたエネルギーによって加熱されて原子炉炉心内で直接蒸気を形成する沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）である。時間の経過と共にこれらの核燃料ロッド内の濃縮燃料が消費されると、原子力パワープラントは、定期的に停止させて使用済み燃料ロッドを新しい燃料ロッドと交換又はリロードし、また取出した使用済み放射性燃料ロッドを適切に保管しなければならない。
【０００３】
燃料補給作業に備えて、原子炉オペレータは、再構成した原子炉燃料ローディングについてＮＲＣ規定の安全性及びライセンシングを実行し、それらの分析の結果をＮＲＣに正式レポートとして提出しなければならず、それによってＮＲＣのリロードライセンス分析（ＲＬＡ）要件を順守することになる。これらのレポートは、標準形式で提出され、現在の燃料ローディングの見込まれる運転の予測と再構成した炉心ローディングにおいて燃料ロッドを交換した後でのパワープラントの運転予測とを含む。提出されたＲＬＡ分析の審査及びＮＲＣによるその承認の後に、計画した燃料補給作業を進めかつ原子炉を運転に戻す許可（ライセンス）がオペレータに出されることになる。
【０００４】
リロードライセンス分析（ＲＬＡ）は、プラントの運転スタッフ及びエンジニアリングスタッフに、過去、現在及び計画した将来のプラント運転条件と重要な予測性能結果を文書にする一連の評価、データ収集及び分析を引き続き行うことを要求する。各分析パッケージ又はモジュールを実行した後に、その結果が検証される必要がある。評価及び分析は、様々なパラメータについての許容可能な入力及び出力の範囲を確定する段階と、分析結果をそれらの許容可能なデータ範囲と比較する段階とを含む。現在、リロードライセンシングのために利用されるシステム及び方法は、時間及びエンジニアリング資源に大きな投資を必要としかつ原子炉オペレータに長いＲＬＡ準備期間をもたらし、これらの全ては、原子炉の運転のコストを上昇させ、また原子炉の運転に制約を与えることになる。
【特許文献１】米国特許第５，４９０，１８５号公報
【特許文献２】米国特許第５，７９３，６３６号公報
【特許文献３】米国特許第５，９２３，７１７号公報
【特許文献４】米国特許第５，９６０，０５１号公報
【特許文献５】米国特許第６，３３８，１４９号公報
【特許文献６】米国特許第６，５０４，８８９号公報
【特許文献７】米国特許第６，６７４，８２５号公報
【特許文献８】米国特許公開第２００４／００１３２２０号公報
【特許文献９】米国特許第６，７２１，３８３号公報
【特許文献１０】米国特許公開第２００４／００７１２５３号公報
【特許文献１１】米国特許公開第２００４／０２３６５４４号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
本発明の様々な実施形態の発明者達は、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）のような原子炉の自動リロードライセンシング分析及びレポート作成のためのシステム及び方法を設計しかつ開発してきた。本システム及び方法の様々な実施形態は、リロードライセンシング分析を実行するのに必要な時間及び資源を低減するという技術的効果をもたらし、それによって核燃料を原子炉にリロードする時間及び費用を低減する。さらに、幾つかの実施形態は、分析、出力データ及びリロードライセンシングレポートの精度及び効率を改善することに関する１つ又はそれ以上の技術的効果をもたらすことができ、それによって原子炉停止時間を低減しかつ原子炉の安全性を高めることができる。
【課題を解決するための手段】
【０００６】
本発明の１つの態様によると、コンピュータ環境でのコンピュータ実行の方法は、原子炉のリロードライセンシング分析を自動的に行う。本方法は、入力データを収集する段階と、複数の原子炉分析モジュールを処理する段階とを含む。原子炉分析モジュールの各々は、分析モジュール入力データを受信し、分析出力データを生成する。分析モジュール入力データは、収集した入力データに少なくとも一部基づいている。本方法はまた、１つの原子炉分析モジュールからの少なくとも１つの分析出力データを、その分析出力データを該１つの原子炉分析モジュールの予め決定した分析出力データと比較することによって検証する段階を含む。本方法はさらに、２つ又はそれ以上の原子炉分析モジュールからの分析出力データに応じて原子炉のリロードライセンシングレポートを作成する段階を含む。
【０００７】
本発明の別の態様によると、原子炉のリロードライセンシング分析を自動的に行うためのシステムは、プロセッサと、少なくとも１つのデータベースを記憶する少なくとも１つのメモリと、ソフトウェアプログラムとを含む。ソフトウェアプログラムは、入力データ収集モジュールと、入力データ検証モジュールと、複数の原子炉分析モジュールと、プロセスモジュールとを含む。入力データ収集モジュールは、入力データを受信するようになっている。入力データ収集モジュールは、オペレータ入力を受信するようになったユーザデータインタフェースサブモジュールと１つ又はそれ以上のデータソースからデータを収集するようになったシステムデータ収集サブモジュールとを備える。入力データ検証モジュールは、受信入力データを予め定義した入力検証データと比較するようになっている。プロセスモジュールは、原子炉分析モジュールの各々を処理しかつモジュール出力データを生成するようになっている。プロセスモジュールは、各原子炉分析モジュールの自動処理を開始するようになったプロセス順序付けサブモジュールを含む。
【０００８】
本発明のさらに別の態様によると、コンピュータ可読媒体は、原子炉の自動リロードライセンシング分析の方法のコンピュータ実行可能な命令を実行するようになっている。本方法は、システム入力データを収集する段階と、複数の原子炉分析モジュールをスケジュールする段階とを含む。本方法はまた、スケジューリングに応じて原子炉分析モジュールの各々を処理する段階を含む。原子炉分析モジュールの各々は、モジュール入力データを受信し、モジュール出力データを生成する。本方法はさらに、各原子炉分析モジュールのモジュール出力データを、その生成した分析出力データを特定の原子炉分析モジュールについての予め決定した分析出力データと比較することによって検証する段階を含む。原子炉分析モジュールの少なくとも一部分は、別の原子炉分析モジュールからの検証モジュール出力データをモジュール入力データとして受信する。本方法は、２つ又はそれ以上の原子炉分析モジュールからの検証モジュール出力データに応じて原子炉のリロードライセンシングレポートを作成する段階を含む。
【０００９】
本発明の更なる態様は、以下に行う詳細な説明から明らかになるであろう。詳細な説明及び特定の実施例は、本発明の好ましい実施形態を示しているが、例示の目的のためだけのものであり、本発明の技術的範囲を限定するものではないことを理解されたい。
【００１０】
本発明の例示的な実施形態は、以下に示す詳細な説明及び添付の図面から十分に理解できるはずであり、図面の同様の対応する部分は、例証のためだけに示し、従って本発明の例示的な実施形態を限定するものではない図面の複数の図を通して同様の参照番号によって表わされる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１１】
以下の説明は、事実上単に例示的なものであり、決して本発明、その用途又は使用法を限定しようとするものではない。
【００１２】
本発明の様々な実施形態は、コンピュータ実行可能な命令を含むコンピュータ可読媒体の形態でソフトウェアとして実装することができる、自動リロードライセンシング分析を行うためのシステム及び／又は方法に関する。本方法は、それに限定されないが、１つ又はそれ以上のデータベースに包含された履歴プロセスデータに自動的にアクセスする段階と、個々のユニットプロセスをモデリングする段階と、ベンチマークプロセス入力／出力パラメータの許容可能範囲（例えば、最小及び最大値）を定める段階と、自動分析の必須部分としてデータ測定値を検証する段階と、燃料補給申請の一部としてＮＲＣに提出することができる出力レポートを作成する段階とを含む。本方法及びシステムの幾つかの実施形態は、本明細書では一例として技術分析プロセス統合ツール（ＴＡＰＩＴ）と呼ばれる。
【００１３】
例えば、コンピュータ環境の幾つかの例示的な実施形態では、コンピュータ実行の方法は、原子炉のリロードライセンシング分析を自動的に行う。本方法は、入力データを収集する段階と、複数の原子炉分析モジュール又は機能を処理する段階とを含む。原子炉分析モジュール又は機能の各々は、分析モジュール入力データを受信し、分析出力データを生成する。分析モジュール入力データは、収集した入力データに少なくとも一部基づいている。本方法はまた、１つの原子炉分析モジュールからの少なくとも１つの分析出力データを、その分析出力データを該１つの原子炉分析モジュールについての予め決定した分析出力データと比較することによって検証する段階を含む。本方法はさらに、２つ又はそれ以上の原子炉分析モジュールからの分析出力データに応じて原子炉のリロードライセンシングレポートを作成する段階を含む。
【００１４】
図１は、リロードライセンシング分析及びレポート作成のための自動プロセス及び分析を行う方法１００の１つの例示的な実施形態のフローチャートである。この方法は１０２で開始し、プロセス１０４でデータが１つ又はそれ以上のデータソースから収集される。この実施例では、データソースは、ユーザ入力データ１０６、１つ又はそれ以上のメモリ又はデータベース１０８に記憶されたデータ及び／或いはインターネット、ローカルエリアネットワーク（ＬＡＮ）又は公衆ネットワークなどのネットワーク接続１１２から取得したネットワークデータ１１０を含むことができる。ユーザ入力は、カラーの炉心マップ、構成管理インタフェース及び再始動を含むことができるユーザインタフェースから取得することができる。１つの実施形態では、ユーザインタフェースは、ウェブ又はハイパーテキストマークアップ言語（ＨＴＭＬ）ユーザインタフェースである。
【００１５】
一般的に、ネットワークデータ１１０は、１つ又はそれ以上のネットワークメモリ又は記憶装置１１１に遠隔で記憶される。幾つかの実施形態では、ユーザデータ１０６、記憶データ１０８又はネットワークデータ１１０として収集した入力データもまた、プロセス１０４で収集データの完全性を保証するために検証することができる。収集データ１０６、１０８及び／又は１１０は、データベースファイル、スプレッドシートファイル、記憶データテキストファイル及び原子炉オペレータデータベースファイルからなる群から選択されたデータソースから収集したシステムデータを含むことができる。これらのデータベースは、所有権データベース又はファイル、ＣＥＤＡＲデータベース、Ｏｒａｃｌｅ（登録商標）データベース（ＯｒａｃｌｅはＯｒａｃｌｅ  Ｃｏｒｐｏｒａｔｉｏｎの米国登録商標である）、Ａｃｃｅｓｓ（登録商標）（ＡｃｃｅｓｓはＭｉｃｒｏｓｏｆｔ  Ｃｏｒｐｏｒａｔｉｏｎの米国登録商標である）データベース、Ｅｘｃｅｌ（登録商標）（ＥｘｃｅｌはＭｉｃｒｏｓｏｆｔ  Ｃｏｒｐｏｒａｔｉｏｎの登録商標である）スプレッドシート、記憶スプレッドシート、記憶テキスト又は組込み関数、数値などとすることができる。このデータは、実施例として、燃料リロードライセンシング技術データ（ＦＲＥＤ）、プラント過渡仕様データ、プラント運転データ、燃料バンドルデータ、機械データ、核データ、熱流動データ、予備炉心設計データ及び一般プラントデータを含むことができる。
【００１６】
プロセス１０４のデータ収集が終了すると、分析プロセス１１４が開始する。幾つかの実施形態では、１１４での処理は、ユーザ１０６からの入力又はコマンドによって開始することができる。１１４のプロセスは、方法１００の様々な分析及びプロセスへの管理及び指示機能を提供する。実施例として、ソフトウェアプログラム又はサブルーチンのような複数の原子炉分析モジュール（ＮＲＡＭ）１１８は、プロセス及びシーケンスプロセス１１６によって処理される。このプロセスは、どのような手段によっても行うことができ、幾つかの実施形態では一組の又は複数の命令によって駆動される処理を含むことができる。幾つかの実施形態では、複数の原子炉分析モジュール１１８のためのプロセスは、自動的であり、更なるユーザとの対話又はユーザの介入を必要としない。また、１つの好ましい実施形態では、付加的なユーザとの対話或いはユーザの介入又は入力は、自動処理の完了又は中断のためのエスケープ又はオーバライドのような万一の場合を除いては許可されない。
【００１７】
原子炉分析モジュール１１８は、原子炉設計基準サブモジュール（ＮＤＢ）、リロード炉心冷却材流動サブモジュール、基準ローディングパターン（ＲＬＰ）サブモジュール、安全性限界最小臨界出力比サブモジュール（ＳＬＭＣＰＲ）、リロード過渡分析（ＲＴＡ）サブモジュール、ロッド引抜きエラー（ＲＷＥ）サブモジュール、給水加熱喪失（ＬＦＷＨ）サブモジュール、ミスロケーテッド燃料ローディングエラー（ＭＦＬＥ）サブモジュール、安定性分析サブモジュール及び緊急炉心冷却システム適合性限界分析（ＥＣＣＳＬＯＣＡ）サブモジュールなどの１つ又はそれ以上のサブモジュールを含むことができる。さらに、他の分析モジュール１１８も含むことができ、特定した原子炉分析モジュール１１８の幾つかは、省略することができ、１つ又はそれ以上の原子炉分析モジュール１１８は組合せるか或いは細分化することができる。
【００１８】
さらに、運転限界最小臨界出力比（ＯＬＭＣＰＲ）（図示せず）は、ＲＴＡ、ＲＷＥ、ＬＦＷＦ、ＭＦＬＥ、ＥＣＣＳ  ＬＯＣＡ及び安定性分析モジュールによって生成された出力に応じて１つ又はそれ以上の原子炉分析モジュール１１８或いは別個の又は固有のモジュール１１８によって生成することができる。１つのこのような実施形態では、リロードライセンシングレポートは、少なくとも一部分、運転限界最小臨界出力比（ＯＬＭＣＰＲ）に応じて作成される。
【００１９】
各原子炉分析モジュール１１８は、特定の分析モジュールが必要とするモジュール指定入力データを受信する。モジュール入力データは、収集データの一部分を含むことができ、前に処理した原子炉分析モジュール１１８から生成した検証出力モジュールデータを含むことができる。幾つかの実施形態では、各原子炉分析モジュール１１８はまた、適切な分析モジュール１１８処理のためのモジュール入力データの有効性を保証するために入力データ検証プロセス１１７又はモジュールを含むことができる。このような有効性は、様々なデータ有効性プロセス及びデータのいずれかを使用してチェックすることができる。入力データ検証プロセス１１７は、各原子炉分析モジュール１１８内の機能又は別個かつ異なった分析モジュール１１８として実行することができる。
【００２０】
複数の原子炉分析モジュール１１８の各々は、連続又は同時処理するようにスケジュールされる。各原子炉分析モジュール１１８は、予備出力データ１１９を生成し、この予備出力データ１１９は、１２０で、例えば該予備出力データ１１９を予め決定した分析出力データ１２２と比較することによって検証される。予め決定した分析出力データ１２２は、理論的決定、モデリングに基づいて或いは以前の経験に基づいて生成することができる。１２０での及び予め決定した出力データ１２２での検証プロセスは、前に取得した情報との整合性チェック、合理性のチェック及び設計基準への適合性チェックを含むことができる。出力データ検証機能１２０は、各原子炉分析モジュール１１８内の機能として、或いは１つ又はそれ以上の別個かつ異なった機能モジュール１１８として実行することができる。
【００２１】
プロセス１２０で出力データが検証されると、各分析モジュール１１８の検証出力データ１２４は、１２６でメモリに記憶され、１つ又はそれ以上の他の原子炉分析モジュール１１８にモジュール入力データとして提供される。プロセスモジュール１１４内でのプロセスは、所望の又は必要な原子炉分析モジュール１１８の各々が処理されかつその出力データがプロセス１２８でチェックされて検証されるまで、連続して又は同時に続けられる。全ての原子炉分析モジュール１１８が処理されると、プロセス１３０でリロードライセンシングレポート１３２が作成される。リロードライセンシングレポート１３２は、２つ又はそれ以上の分析モジュール１１８からの２つ又はそれ以上の検証モジュール出力データ１２４に基づいている。モジュール出力又はリロードライセンシングレポート１３２は、あらゆるフォーマットにすることができ、「．ｐｄｆ」ファイルなどの図形フォーマットにフォーマット化するか或いは記憶又はメモリ装置内にファイルすることができる。
【００２２】
上述したように、システム及びプロセス内にはまた、付加的なモジュール又はサブモジュールを含むことができる。実施例として、これは、プロセスモジュールによる原子炉分析モジュールの処理に関連するデータを記憶するためのプロセス履歴モジュール、或いは原子炉分析オプション、原子炉オペレータ運転目標、対象及び基準並びに原子炉設計要件の少なくとも１つを含む設計及びライセンシング基準検証データモジュールを含む。
【００２３】
次に図２を参照すると、自動リロードライセンシング分析システム及び方法２００は、原子炉バンドルデータ２０２、オペレータ要求２０４及び原子炉プラントデータ２０６などの入力を受信する。この入力データから、２０８で炉心設計計算値が生成される。これが終了すると、２１０で安全性及びライセンシング計算値が作られ、リロードライセンシングレポート１３２が、炉心設計計算値２０８と安全性及びライセンシング計算値２１０とに応じて作成される。
【００２４】
次に図３を参照すると、本発明の様々な例示的な実施形態による、原子炉３００のリロードライセンシング分析を自動的に行うシステム及び方法のデータ記憶及びフローを示すブロック図を示している。この例示的な実施形態では、技術分析プロセス統合ツール（ＴＡＰＩＴ）３０２は、全てではないが、上記及びこの説明を通して記載するような機能及びプロセスの多くを含む。ＴＡＰＩＴ３０２は、複数のデータソースからデータ入力を受信する。図示するように、沸騰水型原子炉技術データベース（ＢＷＲＥＤＢ）は、プロセスデータベース部分３０８を含む。１つの例示的な実施形態では、ＢＷＲＥＤＢは、Ｏｒａｃｌｅ（登録商標）（ＯｒａｃｌｅはＯｒａｃｌｅ  Ｃｏｒｐｏｒａｔｉｏｎの米国登録商標である）データベースの形態で実装される。このような実施形態では、データベースは、入力収集、入力及び実行ファイル作成、処理、出力収集及び検証の全てを含むリロードライセンシング分析プロセスを定める。さらに、データベース（或いはその中又は他の場所に形成した命令）は、分析プロセス又はモジュールの各々について、連続的又は同時或いはそれらの何らかの組合せになるようにプロセスのスケジューリングを指定することができる。しかしながら、他のデータベースシステム及びソフトウェアもまた、本発明の技術的範囲内にある。
【００２５】
図示するように、ＢＷＲＥＤＢプロセスデータベース３０８は、ＴＡＰＩＴ３０２にプロセス定義３１０、入力／出力定義３１２及び検証定義３１４を提供することができる。これらの各々は、原子炉に関係するデータについての１つ又はそれ以上の定義を与える。ＢＷＲＥＤＢ制御命令ファイル３１６は、ＴＡＰＩＴ３０２に入力命令ファイル３３０及び／又はプロセス命令ファイル３３２を提供することができる。これらの各々は、原子炉に関係するデータについての１つ又はそれ以上の定義を与える。ＣＥＤＡＲ沸騰水型原子炉技術データベース（ＢＷＲＥＤＢ）もまた、ＴＡＰＩＴ３０２によって収集されるデータを提供することできる。ＣＥＤＡＲは、この点に関して使用するためにＧｅｎｅｒａｌ  Ｅｌｅｃｔｒｉｃ  Ｃｏｍｐａｎｙによって開発されたデータベースの実施例である。しかしながら、他のデータベースもまた利用することができる。また、ユーザ３０４は、ＴＡＰＩＴ３０２内に直接又は間接的にデータを入力することができる。さらに、入力／出力データ３１８は、ＴＡＰＩＴ３０２によって交換されかつ収集される。
【００２６】
ＴＡＰＩＴ３０２は、検証データプロセス３２０に出力データを提供し、検証データプロセス３２０はまた、入力／出力データ３１８を受信してプロセスログ３２２を少なくとも一部生成する。入力ファイル３２４はまた、入力／出力データ３１８を受信し、入力／出力データ３１８に応じて１つ又はそれ以上の工学コンピュータプログラム（ＥＣＰ）３２６を実行する。またＥＣＰ３２６は、ＢＷＲＥＤＢ  ＣＥＤＡＲ３０６入力を受信し、出力ファイル３２８を作成する。
【００２７】
次に図４を参照すると、プロセスフロー４００は、ＴＡＰＩＴからＢＷＲＥＤＢプロセスデータベース３０８に出力データを提供する１つの実施形態を示している。ユーザ３０４は、入力データ又はコマンドをＴＡＰＩＴ３０２に提供することができ、ＴＡＰＩＴ３０２は次に、１つ又はそれ以上の原子炉ライセンシング分析モジュール又はプロセスを処理した結果として出力データを生成する。これら出力データは、ＢＷＲＥＤＢプロセスデータベース３０８及びそのサブモジュールの１つ又はそれ以上によって受信される。ＢＷＲＥＤＢプロセスデータベース３０８は、プロセス定義３１０、入力／出力データ定義３１２、検証定義３１４、入力命令ファイル３３０及びプロセス命令ファイル３３２を含むことができる。
【００２８】
実施例として米国内沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）のような原子炉及び米国タイプライセンシング方法を利用する米国外原子炉のためのリロードライセンシング分析は、実施例としてＧＥＳＴＡＲ−ＩＩに定めたようなＵＳ  ＮＲＣライセンシング協定に従って実行される。図５及び図６並びに関連する以下の説明により、本発明の１つ又はそれ以上の実施形態による自動リロードライセンシング分析システム及び方法に含ませることができる幾つかの例示的な分析モジュール及びプロセスの簡単な説明を行う。図５及び図６は、本発明の別の例示的な実施形態による、原子炉の自動リロードライセンシング分析を実行するためのシステム、ソフトウェア又はプロセスフローモジュールのそれぞれ第１の部分５００Ａ及び第２の部分５００Ｂを示す。第１の部分５００Ａ及び第２の部分５００Ｂは、それぞれコネクタ５４２及び５４４によって接続された連続フローである。
【００２９】
本発明の幾つかの実施形態によるリロードライセンシング分析の実行中に、様々な入力ソースにアクセスすることができる。これらには、原子炉オペレータ要件を決定すること、収集すること及び特定することを含むことができる。１つの実施形態では、これらの原子炉オペレータ要件は、収集され、燃料リロードライセンシング技術データ（ＦＲＥＤ）５０２レポート又はファイルとして知られることもあるレポート又はデータベース又はファイルに読み込まれる。また、プラント過渡関係仕様及び／又は運転プラントデータ（ＯＰＬ−３）５１０及び５４４（図６）並びに燃料バンドルの機械、核及び熱流動データ５０８は、様々なソースから収集することができる。本システム及び方法によって提供されかつ受信される他のデータには、一般プラント記述情報５１０、予備炉心設計５１６、運転履歴５１８、バンドル設計５０８、チャネル設計５１２、熱流動データ５２２、プラント過渡仕様５４４及び設計基準５０４が含まれる。
【００３０】
燃料リロードライセンシング技術データ（ＦＲＥＤ）５０２は、リロードライセンシングプロセスへの入力とすることができる。しかしながら、ＦＲＥＤデータ５０２は、実施例として、パワープラント製造業者又は供給業者と電力事業団体と間の対話による過去の活動並びにデータの蓄積及び収集から生成することができる。ＦＲＥＤデータ５０２の生成を行って、リロードライセンシング分析に組入れる原子炉オペレータ要件を設定することができる。このタスクは、分析プロセスのいずれかを開始する前に完了される。ＦＲＥＤデータ５０２は、その下でリロードライセンシング分析を行うことになる重要なオペレータ要件、オプション及び設計基準から構成することができる。
【００３１】
同様に、ライセンシングのための運転パラメータ（ＯＰＬ）データ５０４は一般的に、リロードライセンシングシステム及びプロセスへの入力データである。ＯＰＬデータ５４４は一般的に、エンジニアリングコンサルティング会社などの様々なエンティティと原子炉オペレータと間の対話から得られたデータによりコンパイルされる。ＯＰＬデータ５４４は、リロード過渡分析（ＲＴＡ）５４６に必要なパラメータの値を含み、このパラメータの値は、これらの値のソース及び使用についての原子炉オペレータの参考事項／コメントを含む。ＯＰＬ５４４データは、ＲＴＡ５４６分析のためのパラメータに対する相互に同意した基準を含むことができる。従って、ＯＰＬ５４４は、システムによって収集されかつライセンシング分析システムの自動手順への入力として使用される多くのデータの１つである。
【００３２】
様々な分析プロセス、モジュール又はサブモジュールの全般的な説明を以下に示す。これがこの点に関する本発明のただ１つの例示的な実施形態であるので、指定したタスクの幾つかは、前に説明した又は図示したタスクの幾つかと並行して又は同時に或いはその前にさえ実行することができることに注目されたい。
【００３３】
リロード炉心冷却材流動（ＲＣＣＨ）分析又はサブモジュール５１４は、その後のリロードライセンシングタスクで必要になる重要な熱流動パラメータを得るために実行される分析プロセスである。このプロセスへの入力は、ＦＲＥＤ５０２、設計サイクルの燃料インベントリ、プラントの記述及び燃料の機械及び熱流動記述から取得される。ＲＣＣＨ分析５１４出力は、圧力低下損失係数、バイパスフロー特性（バンドルチャネルの中間のわずかな炉心フロー）及び重要なプラント熱バランス特性を含む炉心の熱流動記述を含む。
【００３４】
核設計基準（ＮＤＢ）分析又はサブモジュール５２０は、リロードライセンシングアクティビティに必要な前のサイクル炉心運転の表示並びに重要な設計基準を提供する。このアクティビティへの入力は、炉心運転履歴５１８（炉心追跡）及びサイクルの残り部分に対する予測運転履歴を含む。ＮＤＢ分析５２０出力は、その下で設計を行うことになる予測エンドオブプリービアスサイクル条件５２４及び重要な設計基準（臨界固有値、予測炉心運転限界値）を含む。
【００３５】
基準ローディングパターン（ＲＬＰ）分析又はサブモジュール５２６は、ライセンシング分析の全てがそれに基づく基準ローディングとしての役割を果たす最終設計炉心ローディング５２８を取得する。ＲＬＰ分析５２６は、前のサイクルの終わりで取出される燃料、挿入される新しい燃料及び設計サイクルの最終炉心構成を決定する。リロードサイクルにおける運転の設計（又は公称）制御ロッドパターンのセットが炉心設計５２８に含まれる。リロードライセンシング反応度適合性チェック（ワンロッドアウト停止マージン（ＳＤＭ）及びスタンバイ液体制御システム（ＳＬＣＳ）停止マージン）もまた、ＲＬＰ５２６の一部として実行される。このアクティビティへの入力は、ＦＲＥＤデータ５０２、ＲＣＣＨデータ５１４並びにＮＤＢデータ５２０及び５２４を含む。ＲＬＰへの更なる入力は、燃料格子及びバンドルの核、熱流動及び機械パラメータを含む。ＲＬＰ５２６からの出力は、設計炉心ローディング、設計ロッドパターン並びにＳＤＭ及びＳＬＣＳ適合性チェック結果を含む。
【００３６】
安全性限界最小臨界出力比（ＳＬＭＣＰＲ）分析又はサブモジュール５３４は、サイクル指定最小臨界出力比（ＭＣＰＲ）安全性限界値５３６を決定する。これは、燃料が沸騰遷移になるのを避けるようにするために、最大限界予想運転事象発生（ＡＯＯ）後に炉心をそれ以上に維持することを必要とするＭＣＰＲ限界値である。ＳＬＭＣＰＲ分析５３４への入力は、原子炉炉心内の燃料タイプについてのＲＬＰ炉心設計及びロッド減損５２８、ＲＣＣＨデータ５１４及びロッド毎のパワーデータを含む。ＳＬＭＣＰＲ分析５３４からの出力は、設計サイクルがそれを順守することになりまたＭＣＰＲ運転限界値（ＯＬＭＣＰＲ）がそれにより決定されることになる安全性限界ＭＣＰＲ５３６を含む。
【００３７】
過渡ラップアップ生成（ＴＷＧ）分析又はサブモジュール５３２は、設計サイクルの予測運転の範囲を合理的に拘束することになる予想運転事象発生（ＡＯＯ）分析への核入力を提供する。ＴＷＧ分析５３２への入力は、ＲＬＰ炉心設計５２８を含む。公称ＲＬＰロッドパターン減損を修正して、公称減損よりもさらに限界にある２つのサイクル終了点（１つのケースは炉心の底部を過度に減損させ、他方のケースは、予想以下に減損させる）を確定する。出力は、予測運転の限界近似値の両方に基づいた核入力の集まりである。
【００３８】
ロッド引抜きエラー（ＲＷＥ）分析又はサブモジュール５４８は、不注意な制御ロッド引抜きによっていずれの燃料もＭＣＰＲ安全性限界値５３６或いは燃料デューティ制限値を越えることにならないことを保証する。ＲＷＥ分析５４８への入力は、それによりＲＷＥ過渡がシミュレートされるＲＬＰ設計ロッドパターン５２８を含む。出力は、ＯＬＭＣＰＲ５６２を設定するために他の予想運転事象発生（ＡＯＯ）と共に使用される、ＲＷＥ過渡による炉心最小臨界出力比、例えばΔＣＰＲの変化を含む。
【００３９】
給水加熱喪失（ＬＦＷＨ）分析又はサブモジュール５５０は、原子炉給水温度の低下により起こる予想運転事象発生（ＡＯＯ）過渡によって、いずれの燃料もＳＬＭＣＰＲ又は燃料デューティ限界値を越えることにならないことを保証する。ＬＦＷＨ分析５５０出力は、ＯＬＭＣＰＲを設定するために他の予想運転事象発生（ＡＯＯ）と共に使用される、ＬＦＷＨ事象の臨界出力比、例えばΔＣＰＲの変化を含む。
【００４０】
ミスロケーテッド燃料ローディングエラー（ＭＦＬＥ）分析又はサブモジュール５５２は、間違った位置に偶然ロードしたバンドルによっていずれの燃料もＳＬＭＣＰＲ５３６又は燃料デューティ制限値を越えることにならないことを保証する。ＭＦＬＥ分析５５２への入力は、それにより過渡がシミュレートされるＲＬＰ設計ロッドパターン５２８を含む。この分析からの出力は、ＯＬＭＣＰＲ５６２を設定するために他の予想運転事象発生（ＡＯＯ）と共に使用される、ＭＦＬＥ事象の臨界出力比、例えばΔＣＰＲの変化を含む。
【００４１】
リロード過渡分析（ＲＴＡ）分析又はサブモジュール５４６は、リローディングサイクル中のこれらのどのような過渡もＳＬＭＣＰＲ５３６よりも低い最小ＭＣＰＲを生じることにならないように加圧過渡予想運転事象発生（ＡＯＯ）のためのＯＬＭＣＰＲ５６２を設定する。ＲＴＡ分析５４６は、燃料デューティ要件及び要求容器過圧限界値５５８への適合性を確認する。ＲＴＡ分析５４６への入力は、過渡ラップアップ生成５３２核情報及びＲＣＣＨ５１４熱流動データ５２２を含む。ＲＴＡ分析５４６出力は、ＯＬＭＣＰＲ５６２を設定するために他のＡＯＯと共に使用される、加圧事象の臨界出力比、例えばΔＣＰＲの変化を含む。この分析の結果は一般的に、リローディングサイクル中のプラントのＯＬＭＣＰＲ５６２を決定する。
【００４２】
安定性分析又はサブモジュール５５４は、原子炉が、許容可能な運転出力及びフロー領域全体にわたって安全な非変動状態で（原子炉出力及びフローに関して）作動するようになることを保証する。多数の長期安定性オプションが、実施例として、規制要件を満たすためにＢＷＲオーナズグループなどの原子炉オペレータ又はオペレータグループと共に、Ｇｅｎｅｒａｌ  Ｅｌｅｃｔｒｉｃ  Ｃｏ．などのパワープラント製造業者によって開発されてきた。分析される特定のオプションは、ＦＲＥＤデータ５０２内に指定される。この分析への入力は、過渡ラップアップ生成５３２、核情報５３８及びＲＣＣＨ５１４熱流動データ５２２を含む。この分析からの出力は一般的に、ＯＬＭＣＰＲ５６２を設定するために他の予想運転事象発生（ＡＯＯ）と共に使用される、安定性に関する変動に関連する臨界出力比、例えばΔＣＰＲの変化、或いはそれとは別にそれによって原子炉運転が停止される定めた出力及びフロー領域のいずれかとすることができる。出力のタイプは、ユーザによる又は収集データにおける安定性分析５５４のために選択した安定性オプションによって決定される。
【００４３】
緊急炉心冷却システム（ＥＣＣＳ）分析又はサブモジュール５５６は、冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）条件下での燃料ロッド最高クラッド温度（ＰＣＴ）及びクラッド酸化の要件を満たす。ＥＣＣＳ分析５５６は、リロードで新しい燃料バンドル設計を使用することになったときはいつでも実行することができる。入力は、燃料バンドルの機械５０８、核及び熱流動記述並びに原子炉ＥＣＣＳ設計パラメータ（図示せず）を含む。分析からの出力は、原子炉炉心内の各燃料バンドル設計についての最大許容可能ノード出力限界値又は最大平均平面線形発熱速度限界値（ＭＡＰＬＨＧＲ）のセットを含む。
【００４４】
リロードライセンシング分析が終了すると、リロードライセンシング分析の結果を記録に残す補足リロードライセンシングレポート（ＳＲＬＲ）１３２が、上記の特定の分析、サブモジュール、データ及び／又は機能の１つ又はそれ以上に応じて作成される。１つの例示的な実施形態では、前述した分析又はサブモジュール及びデータの各々の及び全てのものは、ＳＲＬＲ１３２への入力としての役割を果たす。ＳＲＬＲ１３２は、そのコンテンツ及びフォーマットがいずれかの指定又は要求されたコンテンツ及びフォーマットに適合することになる文書又はファイルを含むことができる。ＳＲＬＲ１３２は、例えばＧＥＳＴＡＲ−ＩＩライセンシング協定のようなライセンシング協定に指定された要件に適合したコンテンツ及びフォーマットを持つ文書又はファイルを含むことができる。
【００４５】
分析モジュール又はサブモジュールの各々を、その機能、入力及び出力に関して全体的に説明してきたが、図７は、一般的原子炉分析モジュール又はサブモジュール７００の１つの詳細な例示的実施形態を示す。この実施例では、原子炉分析モジュール７０２は、複数の入力７０４Ａ〜Ｃを受信し、複数の出力７０６Ａ〜Ｂを供給する。さらに、原子炉分析モジュール７０２は、レポート及び／又はドキュメンテーション７０８を作成又は提供する。原子炉分析モジュール７０２のオペレーションの内部には、データ収集及びチェックオペレーション７１０、実行計算オペレーション７１２及び実行検証オペレーション７１４、並びにレポート結果オペレーション７１６などの複数のオペレーションが存在することができる。これらの各々の実施例を図７に示している。図７に示すように、入力データ検証及び出力データ検証は、各原子炉分析モジュール１１８による定めたプロセス又は機能とすることができる。他の実施形態では、これらの機能の１つ又は両方は、別個の分析モジュールとして実行することができ、或いは１つ又はそれ以上の原子炉分析モジュール１１８をサポートするように組合せて実行することができる。
【００４６】
１つの実施例として分析モジュールのオペレーションをさらに示す。図８は、図７に示した分析モジュールの１つの実施形態による、リロード炉心冷却材流動（ＲＣＣＨ）モジュール５１４又はプロセスの抜出しブロック図８００を示す。ＲＣＣＨモジュール５１４は、様々な内部プロセスの１つの実施形態を示すために拡張部分８０２によって拡大している。ＲＣＣＨモジュール５１４は、入力収集及び保管プロセス８０４、範囲チェック入力プロセス８０６、ビルドファイルプロセス８０８、実行工学コンピュータプログラム（ＥＣＰ）プロセス８１０、出力収集及び保管プロセス８１２、出力検証プロセス８１４及び検証出力データレポーティング又は生成プロセス８１６を含む。これらの各々の実施例を図８に示す。
【００４７】
上述したように、本発明の様々な実施形態のプロセス、モジュール又はサブモジュールの１つ又はそれ以上は、Ｏｒａｃｌｅ（登録商標）データベースのようなデータベースとして実装することができる。図９は、本発明の１つの実施形態による原子炉ライセンシング分析データベーステーブル９００の１つの例示的なブロック図を示す。図９００に示すように、原子炉ライセンシング分析データベーステーブル９００は、プロセステーブル９０２、入力テーブル９０４、ソーステーブル９０６、出力テーブル９０８及び検証テーブル９１０を含むことができる。プロセステーブル９０２は、プロセステーブル９１２、ユニットプロセステーブル９１４、プロセスビルドテーブル９１６及びユニットジョブテーブル９１８を含むことができる。入力テーブル９０４は、プロセスデータ定義９２０、一般データ定義９２２及びユニットデータ定義９２４を含むことができる。ソーステーブル９０６は、プロセスソース９２６、一般ソース９２８及びユニットソース９３０を含むことができる。出力テーブル９０８は、出力データ定義９３２及び出力ソース９３４を含むことができる。検証テーブル９１０は、検証データ定義９３６、入力検証９３８及び出力検証９４０を含むことができる。これらの各々についての様々な特徴及びデータを、図９に実施例として示す。図９の例示的な実施形態は、図示したテーブルを別個のテーブルとして示しているが、他の実施形態では、当業者はより多い又はより少ないテーブルを実装することもできる。
【００４８】
上述したように、本明細書のプロセスは、コンピュータシステムにかつコンピュータ可読命令のようなソフトウェアとして実装することができる。この詳細な説明の付属部分Ａは、本発明の様々な実施形態と整合する１つの例示的なハードウェア及びソフトウェアの説明を示す。さらに、これらのソフトウェアモジュールの各々は、例えば図１０に及びこの詳細な説明の付属部分Ｂの例示的なソフトウェアの記述に示すようにコンピュータフローチャートによって説明することができる。フローチャート１０００は、本発明の１つの実施形態による原子炉ライセンシング分析方法及びシステムの１つの実施形態のデータベース実装入力データフローを示す。図示するように、フローチャート１０００は、１つ又はそれ以上のユーザ入力３０２、１つ又はそれ以上のＴＡＰＩＴ３０２プロセス及び１つ又はそれ以上のＢＷＲＥＤＢプロセスデータベースプロセスを含むことができる。図１０、付属部分Ａ及び付属部分Ｂに示した情報及び詳細は、当業者にはよく知られている。
【００４９】
最後に図１１を参照すると、本発明の例示的な実施形態のオペレーティング環境は、メモリシステム１１１０、入力装置１１０４及び出力装置１１０６と共に少なくとも１つの高速処理ユニット（ＣＰＵ）１１０８を含むコンピュータ１１０２を備えたコンピュータシステム１１００である。これらの要素は、少なくとも１つのバス構造１１２２によって相互接続される。これらのコンピュータ要素は、本発明の様々な実施形態による、自動的に原子炉のリロードライセンシング分析を行いかつリロードライセンシングレポートを作成するためのオペレーティング環境を構成するように対話する。
【００５０】
図示したＣＰＵ１１０８は、よく知られた設計であり、計算を行うための演算論理ユニット（ＡＬＵ）１１１２、データ及び命令の一時記憶のためのレジスタ１１１４の集まり１１４及びシステム１１００のオペレーションを制御するための制御ユニット１１１６を含む。少なくともＤｉｇｉｔａｌ  Ｅｑｕｉｐｍｅｎｔ、Ｓｕｎ、ＭＩＰＳ、Ｍｏｔｏｒｏｌａ、ＮＥＣ、Ｉｎｔｅｌ、Ｃｙｒｉｘ、ＡＭＤ、ＨＰ及びＮｅｘｇｅｎ製のものを含む多種多様なプロセッサのいずれも、同等にＣＰＵ１１０８には好ましい。本発明の図示した実施形態は、これらの処理プラットフォームのいずれに対しても移植可能になるように設計したオペレーティングシステム上で動作する。
【００５１】
メモリシステム１１１０は一般的に、ランダムアクセスメモリ（ＲＡＭ）及び読出し専用メモリ（ＲＯＭ）半導体装置のような媒体の形態の高速メインメモリ１１１８と、フロッピー（登録商標）ディスク、ハードディスク、テープ、ＣＤ−ＲＯＭ、フラッシュメモリなどの長期記憶媒体並びに電気、磁気、光又は他の記録媒体を使用してデータを記憶する他の装置の形態の二次記憶装置１１２０とを含む。メインメモリ１１１８はまた、ディスプレイ装置を介して画像を表示するためのビデオディスプレイメモリを含むことができる。メモリシステム１１１０が多種多様な記憶能力を有する多種多様な別の構成要素を含むことができることは、当業者には明らかであろう。
【００５２】
入力及び出力装置１１０４及び１１０６は、当業者によく知られている。入力装置１１０４は、キーボード、マウス、物理変換器（例えば、マイクロフォン）などを含むことができる。出力装置１１０６は、ディスプレイ、プリンタ、変換器（例えば、スピーカー）などを含むことができる。ネットワークアダプタ又はモデムなどの幾つかの装置は、入力及び／又は出力装置として使用することができる。
【００５３】
当業者によく知られているように、コンピュータシステム１１００はさらに、オペレーティングシステム及び少なくとも１つのアプリケーションプログラムを含む。オペレーティングシステムは、コンピュータシステムのオペレーション及び資源の割当てを制御するソフトウェアのセットである。アプリケーションプログラムは、オペレーティングシステムを介して使用可能になったコンピュータ資源を使用して、ユーザが所望するタスクを実行するソフトウェアのセットである。これは、１つ又はそれ以上のデータベースアプリケーションプログラムを含むことができる。両方とも、図示したメモリシステム１１１０内に常駐する。
【００５４】
コンピュータプログラミングの技術に精通したスタッフの慣行に従って、本発明を、コンピュータシステム１１００によって実行されるオペレーションの記号表示を参照しながら以下に説明する。これらのオペレーションは、コンピュータ実行オペレーションと呼ばれることもある。記号で表わしたオペレーションは、データビットを表わす電気信号のＣＰＵ１１０８による操作及びメモリシステム１１１０におけるメモリ位置でのデータビットのメンテナンス並びに他の信号処理を含むことが分かるであろう。データビットを保持するメモリ位置は、データビットに対応する特定の電気、磁気又は光特性を有する物理的位置である。本発明は、コンピュータ可読媒体に記憶された一連の命令を含む１つ又は複数のプログラムとして実装することができる。コンピュータ可読媒体は、メモリシステム１１１０に関して上記した装置のいずれか又はそれら装置の組合せとすることができる。
【００５５】
上述したように、本発明の様々な実施形態は、データ測定検証を行うシステム及びプロセスを備えた燃料リロードライセンシングプロセス全体を自動化することによって、リロードライセンシングプロセスの効率を改善しかつ測定データの分析の精度を高める。
【００５６】
上述したようなまた様々な例示的な実施形態の図に示したような本発明の１つ又はそれ以上の実施形態は、リロードライセンシング分析及びリロードライセンシングレポートの作成を実行するのに必要な時間及び資源の低減に関して１つ又はそれ以上の技術的効果をもたらすことができる。これらの節減は、リロードライセンシングプロセスと原子炉をリロードしかつ燃料リロードの後に原子炉を運転に戻すことに関連する停止時間の短縮との両方に関して、原子炉のオペレータにとって重要であるはずである。さらに、幾つかの実施形態は、分析、出力データ及びリロードライセンシングレポートの精度及び効率の改善に関して、原子炉停止時間を低減することができかつ原子炉安全性を向上させることができる１つ又はそれ以上の技術的効果をもたらすことができる。
【００５７】
本明細書に説明したシステム及び方法は、原子炉のリロード分析及びレポート作成に関連する方法及び手順の自動化に対処するが、本発明の様々な実施形態は多種多様な技術分野及び産業に関連する多種多様な他の課題、方法及び手順に適用するか或いは実施するできることを、当業者には理解されたい。例えば、本方法及び手順は、分析プログラム又はモジュールを利用しかつ１つ又はそれ以上のデータベース又はそれ以外の記憶データにアクセスして利点を得ることができる製造、設計、運転、規制並びに技術方法及びシステムで実施することができる。従って、様々な実施形態は、あらゆる分野又は産業に関する実施形態を含むことができ、原子炉ライセンシングに限定されるものではない。
【００５８】
当業者には公知であるように、本明細書で説明した例示的な実施形態は、様々なプロセス、方法、モジュール、サブモジュール及び機能を識別してきた。より少ない又はより多いプロセス、モジュール、及びサブモジュールを実装することができ、それらもまた依然として本発明の範囲内に含まれることを理解されたい。さらに、本明細書で別個のモジュールとして識別した幾つかのモジュールは、他のモジュールの機能として実施することができ、及び／又は機能は、別個のモジュールとして実施することができる。様々なモジュールの特定は、事実上単に例示的なものであり、限定しようとするものではない。
【００５９】
本発明の態様又は本発明の実施形態を紹介する場合、「数詞のない」表現及び「前記」という表現は、要素の１つ又はそれ以上が存在することを意味しているものとする。「含む」、「備える」、及び「有する」という用語は、包括的であることを意図し、列挙したもの以外の付加的な要素を設けることができることを意味する。
【００６０】
上記の点から見て、本発明の幾つかの態様が達成され、また他の有利な結果が得られることが分かるであろう。本発明の範囲から逸脱することなく上記の例示的な構成及び方法に様々な変更を加えることができるので、上記の説明に含まれ又は添付の図面に示した全ての事項は、例示として解釈されるべきであって、限定の意味として解釈されるべきではない。
【００６１】
さらに、本明細書で説明したステップは、必ずしも説明し又は図示した特定の順序でそれを実行することを要求するものではないと解釈すべきであることを理解されたい。付加的な又は代替的なステップを用いることができることも理解されたい。
【図面の簡単な説明】
【００６２】
【図１】本発明の１つの例示的な実施形態による、原子炉のリロードライセンシング分析を自動的に行う方法を示すフロー図。
【図２】本発明の別の例示的な実施形態による、リロードライセンシングレポートを自動的に作成するためのシステム及び方法のブロック図。
【図３】本発明の別の例示的な実施形態による、原子炉のリロードライセンシング分析を自動的に行うためのデータ記憶及びフローのブロック図。
【図４】本発明の別の例示的な実施形態による、沸騰水型原子炉技術データベースを生成するためのプロセスフローのブロック図。
【図５】本発明の別の例示的な実施形態による、原子炉の自動リロードライセンシング分析を行うためのシステム及びモジュールのブロック図の第１の部分を示す図。
【図６】本発明の別の例示的な実施形態による、原子炉の自動リロードライセンシング分析を行うためのシステム及びモジュールのブロック図の第２の部分を示す図。
【図７】本発明の別の例示的な実施形態による、一般原子炉分析モジュールのブロック図。
【図８】本発明の別の例示的な実施形態による、リロード炉心冷却材流動（ＲＣＣＨ）モジュールのブロック図。
【図９】本発明の別の例示的な実施形態による、原子炉の自動リロードライセンシング分析のための複数のデータベーステーブル及びプロセスのブロック図。
【図１０】本発明の別の例示的な実施形態による、データベース入力データフローのフローチャート。
【図１１】本発明の別の例示的な実施形態による、原子炉のリロードライセンシング分析の自動処理のための方法及び／又はシステムを実行するのに使用することができるコンピュータシステムのブロック図。
【符号の説明】
【００６３】
１００  リロードライセンシング分析及びレポート作成の自動処理及び分析を行う方法
１０２  開始
１０４  データ収集
１０６  ユーザデータ／コマンド
１０８  記憶データ
１１０  ネットワークデータ
１１１  記憶装置
１１４  分析プロセス
１１７  入力データを確認する
１１８  原子炉分析モジュール（ＮＲＡＭ）
１２６  記憶データ
１３０  リロードライセンシングレポートを作成する
【図１】
2006189442.tif 000003
【図２】
2006189442.tif 000004
【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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【図１１】
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【外国語明細書】
2006189442000001.pdf